• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.905-910
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• 2004

Vibration characteristics of the FIV test loop for the Flow-Induced Vibration(FIV) study of a PWR partial(5x5) fuel assembly are investigated by the Finite Element(FE) analysis and the modal test. For the FE analysis, 3-D beam element is used for the pipes and the test section and mass element used for the valves and flanges. The 'U' restrainer stiffness determined by numerical simulation is used for the FE model. The result of the FE analysis is compared with that of the modal test. The higher mode similarity between the test and analysis is observed in a few low modes. After that, the mode similarity reduce as the mode goes high. It is concluded that the first to the third vibration modes are observed at the lower parts of the 6 inches restoring line, followed by a local mode at the test section, and the natural frequencies of the modes are 22.4 Hz, 26.0 Hz, 27.5 Hz and 31.4 Hz.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2000년도 추계학술대회 논문집
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• pp.413-416
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• 2000

The spent fuel skeleton is processed in the cutting processing after compacting. If the cutting length is processed in the same interval length. The spent fuel skeleton is stayed on the connection of bottom nozzle and guide tube. In the case, because the compressive stress is loaded along the length, the guide tube is generated the buckling stress and the deforming. But the deformed guide tube interrupted the guide tube inserted through compressive room. therefore, it is experimented for the optimum buckling stress and the preventing of guide deformed. This paper is predicted the all over buckling stress of the spent fuel skeleton by using experiment. The guide of Spent fuel skeleton have buckling characteristics of the medium column. The experiment and analysis is conducted by the comparing among the equation of Euler, Johnson and Engresser. The fittest one of method is Engresser equation.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2006년도 춘계학술대회논문집
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• pp.250-253
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• 2006

The in-pile Section (IPS) is subjected to flow-induced vibration(FIV) due to the flow of the primary coolant and then the structural integrity. The in-pile Section (IPS) of 3-pin Fuel Test Loop(FTL) shall be installed in the vortical hole call IR1 of HANARO reactor core. In order to verify the velocity and displacement both the inside region of IPS at the annular region of IPS, the vibration was measured by varing the flow rate on both regions. The displacements of fuel assembly in the in-pile Section (IPS) were found to be lower than the values of allowable design criteria.

• 센서학회지
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• 제23권4호
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• pp.245-250
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• 2014

When the charged particle travels in transparent medium with a velocity greater than that of light in the same medium, the electromagnetic field close to the particle polarizes the medium along its path, and then the electrons in the atoms follow the waveform of the pulse which is called as Cerenkov light or radiation. This type of radiation can be easily observed in a spent fuel storage pit. In optical fibers, the Cerenkov light also can be generated due to their dielectric components. Accordingly, the radiation-induced light signals can be obtained using optical fibers without any scintillating material. In this study, to measure the intensities of Cerenkov radiation induced by gamma-rays, we have fabricated the fiber-optic Cerenkov radiation sensor system using silica optical fibers, plastic optical fibers, multi-anode photomultiplier tubes, simulated spent fuel assembly and a scanning system. To characterize the Cerenkov radiation generated in optical fibers, the intensities of Cerenkov radiation generated in the silica and plastic optical fibers were measured. Also, we measured the longitudinal distribution of gamma rays emitted from the Ir-192 isotope by using the fiber-optic Cerenkov radiation sensor system and simulated spent fuel assembly.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.263-273
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• 1992

핵연료 집합체의 속도분포, 압력강하는 열수력 설계와 안전해석에 중요하다. 본 실험적 연구의 목적은 봉다발 지지 격자 하류에서의 수력학적 혼합을 고찰하는데 있다. 이 연구에서 가압경수로형 5X5 봉다발 부수로의 상세한 수력학적 특성들을 1차익 He-Ne LDV를 이용하여 측정하였다. 축방향 유속, 난류강도와 압력강하를 주로 측정하였고 LDV의 정렬을 조정하여 측방향의 유속, 난류강도, Reynolds 전단응력 등도 역시 측정하였다. 봉다발의 마찰계수와 지지 격자의 손실계수는 측정된 압력 강하로부터 평가하였다. 서로 다른 종류의 지지 격자의 수력학적 혼합성능을 이웃하는 부수로 간에서의 난류 횡류 혼합률을 예측함으로써 고찰할 수 있었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.571-578
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• 2017

원자로 내 사고발생 시 냉각수의 비등으로 기포가 발생하고, 기포율을 측정하기 위하여 열수력 안전 분야에서는 주로 Optical Fiber Probe(OFP)나 광학 카메라를 이용하여 측정하지만 기하학적 구조의 한계로 인해 $17{\times}17$ 배열의 봉 다발 내에 장비를 설치하는 것에는 어려움이 있다. 본 연구는 예비 연구로서 봉 다발에 적용하기 전 X선 시스템과 다양한 모사 팬텀을 이용하여 연구 가능성 평가를 수행하였다. 라디오그라피 및 토모그라피 실험을 통해 X선 발생 장치의 관전압 130 kVp, 관전류 1 mA가 적합하였다. 또한, 기포 해상도 팬텀을 통해 가시적으로 1 mm 크기의 구멍에 대해 측정이 가능하였으며 막대 팬텀을 이용한 대조도 평가의 경우 프레온 내부에서 대조도가 상대적으로 떨어짐을 확인할 수 있었다. 그러나 영상 재구성 시 일그러짐이 없는 좋은 영상을 획득할 수 있었다. 기포 발생 팬텀 실험을 통해 기포의 유동 방향 확인 및 단층 영상을 획득할 수 있었고, Image J 툴을 이용하여 하나의 단층영상에 대해 18 %의 기포율을 측정할 수 있었다. 본 연구는 핵연료 주변 기포율 측정을 위한 선행 연구를 수행하였고 지속적인 연구를 위한 기초 연구로서 활용할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.233-242
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• 2018

본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.347-353
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• 2010

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열 등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 $17{\times}17$ KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 $1.40{\times}10^{15}$ Bequerels, 236 Watts, $4.34{\times}10^9m^3$-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20~45 % 정도, 위해지수를 30~45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.911-916
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• 2012

It is important to identify dynamic characteristics of nuclear fuel components. Since the fuel always exposed to turbulent flow, the dynamic contact between grids and rods is one of the fuel failure modes. The dynamic behavior of grids in nuclear fuels is quite complex, since two pairs of spring support are placed in the limited space. The strap in a cell has single spring and double dimples and this paper focuses on investigation of the grid strap(Test Fuel Strap, TFS) vibration in one cell. To identify the grid strap vibration, modal analysis of the strap is performed using Finite Element Method (FEM). Modal testing on a $5{\times}5$ grid structure without rods is performed. The modal testing results are compared to analytic results. In addition, random test considering rod effect is performed about a $5{\times}5$ grid with rods under real contact condition in the air. Finally, the strap vibration of a $5{\times}5$ fuel bundle in INvestigation of Flow INduced vIbraTion(INFINIT) facility is measured in real fluid velocity condition without heating. It is shown that modal frequencies from the test are almost equal to those peak frequencies in the INFINIT test.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권1호
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• pp.1-11
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• 1981

가압경수로심의 3차원적 simulation 코드인 KINS를 개발하여 고리1호기 제 1주기에 대한 benchmark 계산을 수행하였다. KINS는 FLARE에서 사용하고 있는 모델을 기초로 하여 가압경수로심 해석에 보다 유용하게 쓸 수 있도록 발전시킨 것이다. 제 1주기초에서는 hot zero power 상태에서의 임계붕소농도, 핵연료집합체별 출력분포, 노심평균축방향 출력분포 등을 계산하여 실측 자료와 비교하였다. 아울러 연소도 1000MWD/MTU 단위로 연소계산을수행하여 여기서 산출된 임계 붕소농도와 핵 연료집합체별 출력 분포를 실측자료와 비교하였다. 계산결과는 실측자료와 매우 훌륭하게 일치하고 있으므로 KINS가 가압경수로의 노심관리에 아주 경제적이며 유효한 도구가 될것임을 보여주는 것이라고 생각된다.